Американские реакторы

Это очень большая проблема. Американский физик Р. Пост пишет Если бы современные энергетические нужды США покрывать за счет энергии реакторов деления, то каждый год пришлось бы размещать такое количество радиоактивных продуктов, которое эквивалентно количеству продуктов, получаемых при взрыве 200 ООО стандартных атомных бомб (1 ст. бомба st 20 тыс. тонн тротила). К 2000 г. годовые радиоактивные отбросы станут эквивалентны радиоактивным отходам от взрыва 8 млн. стандартных атомных бомб. [c.324]

В декабре 1942 г. в Чикаго под руководством Э. Ферми, бежавшего в США с группой европейских физиков, был пущен первый в мире атомный реактор. В июле 1945 г. в США испытывается первая атомная бомба, а в августе американские бомбы взрываются над Хиросимой и Нагасаки. [c.128]

На рис. 2.18 показана схема потоков энергии и вещества в типовом американском легководном реакторе LWR. Быстрые нейтроны с [c.36]

Реакторы с водой под давлением, изготовляемые в Японии, Швеции и в некоторых других странах, выпускаются в основном также по лицензиям американских фирм и поэтому существенно не отличаются по своим техническим характеристикам от реакторов фирм США. [c.175]

Строжайше соблюдая осторожность, рабочие вели кладку реактора. Вот уложен первый слой, второй, третий... Прошло всего лишь полгода со дня первого взрыва американской бомбы. Уступим здесь страницу одному из непосредственных участников пуска первого советского реактора И. С. Панасюку [c.208]

Еще на ранних этапах освоения атомной энергии ученые представляли серьезность возможных последствий воздействия излучения на материалы в атомной технике. Так, крупный американский ученый Вигнер в своих воспоминаниях отмечает, что американские исследователи, создававшие первый реактор, были настолько не уверены в способности материалов длительно противостоять облучению, что писали в отчете Было бы антинаучным оценить полезную продолжительность жизни реактора отрезком времени свыше ГОО дней . [c.4]

В связи с развертыванием широкого фронта работ по освоению ядерных источников энергии вопрос о стойкости материалов под облучением приобрел необычайную остроту. Это обусловлено прежде всего тем, что неполное понимание процессов, ответственных за радиационную повреждаемость материалов, сдерживает темпы развития данных направлений техники и, кроме того, для обеспечения необходимого запаса надежности заставляет эксплуатировать действующие реакторы в невыгодном режиме, при пониженных параметрах и т. д., что сопряжено с большими экономическими потерями. Так, по данным американских исследователей, ущерб американской экономики, обусловленный недостаточным пониманием явлений радиационной повреждаемости материалов, составит в 1982 г. свыше миллиарда долларов [4], если в этом вопросе не будет достигнут существенный прогресс. Приведенные данные свидетельствуют о том, что мы еще не всегда умеем оценивать должным образом экономическую эффективность работ по физике радиационных повреждений материалов, однако при их правильной постановке это, несомненно, очень выгодное вложение средств. [c.5]

В 1972 г. на совещании экспертов МАГАТЭ по быстрым реакторам с газовым охлаждением было отмечено, что газоохлаждаемые быстрые реакторы могут обеспечить время удвоения меньшее или равное времени удвоения натриевых бридеров, их разработку можно осуществлять параллельно с натриевыми бридерами. По вопросам воспроизводства ядерного горючего и времени его удвоения советская и американская концепции значительно различаются. [c.16]

Американские специалисты утверждают, что газовые бридеры должны оптимизироваться не на минимальное время удвоения, а на производство наиболее дешевой электроэнергии при времени удвоения более 8—10 лет [1.18]. В 1973 г. американская программа по быстрым реакторам подверглась значительной критике и была перестроена в направлении большей конкретизации задач по созданию бридера с временем удвоения меньше 10 лет [1.8]. [c.16]

Значительный объем исследований по газоохлаждаемым быстрым реакторам выполняется в Швейцарии совместно с американской фирмой ОСА. Сравнительный анализ трех вариантов АЭС с быстрыми реакторами на Не мощностью 1000 МВт в различном конструктивном исполнении представлен в табл. 1.4. Во всех вариантах активная зона реактора располагается в корпусе из предварительно напряженного железобетона, окруженного внешней вторичной защитной оболочкой. [c.22]

Двухконтурные схемы применяют в большинстве ядерных энергетических установок. По этой схеме работают Ново-Воронежская АЭС, установка атомного ледокола Ленин , английские станции с газоохлаждаемыми реакторами, американские АЭС с Бодо-водяными реакторами и другие. На многих строящихся и проектирующихся установках также применена двухконтурная схема. [c.10]

Технология этого способа обработки воды недостаточно разработана практического применения он, по-видимому, еще не получил. Однако в технической литературе имеются указания о применении на американских ядерно-энергетических установках с водоохлаждаемыми реакторами фильтров с редокс-ионитами, регенерируемыми сульфитом натрия, для обескислороживания воды, добавляемой в первичный контур водяного охлаждения ядерных реакторов. [c.393]

Мощность и быстроходность турбин. Особое влияние на экономические показатели АЭС оказывает мощность агрегата. Например, по данным [29], при удвоении мощности, начиная примерно с 600 МВт, на ТЭС, работающей на угле, стоимость установленного киловатта снижается на 8%, а на АЭС с реакторами ВВЭР —на 30% . Из практики американских фирм при коэффициенте нагрузки 70% и отчислений на капиталовложения 7% удвоение мощности с 580 МВт снижает стоимость установки на 23%, а вторичное удвоение — еще на 7%. Поэтому темп роста единичной мощности выпускаемых атомных турбин исключительно высок, и определяется он главным образом достижениями реакторостроения. Первые атомные турбины для большой энергетики в СССР строились в конце пятидесятых годов мощностью по 70 МВт, сейчас же их единичная мощность превышает 1 млн. кВт, а проектируются агрегаты мощностью 2 млн. кВт и выше. [c.113]

Рис. 5.11. Снижение затрат в топливном цикле с ростом глубины выгорания в реакторах LWR без учета инфляции (по американским оценкам)

Годовая потребность в работе разделения и в природном уране для современных американских и западноевропейских реакторов PWR и BWR электрической мощностью 1000 МВт следующая [c.224]

С учетом операций по снаряжению твэлов и контролю герметичности, а также сборки кассет и заключительной проверки изделия в сборе полная стоимость изготовления твэлов, отнесенная к 1 кг и, составляет (по американским данным) (в ценах 1964 г.) 80—160 дол/кг U для твэлов в циркониевых оболочках и 50—110 дол/кг и для твэлов в оболочках из нержавеющей стали. Из рис. 9.17 видно, что при наружном диаметре твэлов 10—11 мм стоимость изготовления твэлов для реакторов, охлаждаемых водой, при производстве на одной поточной линии 0,2 т/сут составит 100—110 дол/кг U (в ценах до 1974 г.). [c.328]

На рис. 9.18 приведены зависимости относительного увеличения стоимости изготовления твэлов для реакторов PWR и BWR от суточной производительности завода по изготовлению твэлов (по данным американских фирм Вестингауз электрик и Дженерал электрик ). [c.329]

АЭС других типов. Радиоактивная загрязненность небольших реакторов с водой под давлением с твэлами из нержавеющей стали, таких, как американские реакторы SM-1 и РМ-2, исследовались довольно подробно [22—24]. Полученная на них информация не всегда применима к большим энергетическим реакторам, но она содержит представляющие интерес общие закономерности. Характерным выводом этих экспериментов являются более высокие скорости коррозии и скорости накопления отложений в реакторах по сравнению с аналогичными данными, полученными на внереакторных испытаниях. На входе в сборку топливных элементов пластинчатого типа наблюдались отложения продуктов коррозии, склонные к отслоению. При запуске после коротких остановок происходил скачкообразный рост концентрации шлама в воде. Рост сопровождался увеличением удельной активности шлама, что свидетельствовало о смыве отложений из активной зоны. [c.302]

ГО происхождения наблюдались в местах вварки патрубков [20]. Авария американского реактора SL-1 в эксплуатации произошла в связи с быстрым нараишванием мощности при пуске реактора, вызвавшим существенное повышение давления в корпусе [21], Это привело к срезу отводящих и подводящих патрубков, пластической деформации корпуса, характеризуемой увеличением диаметра на 30—100 мм. Циклическое нагружение элементов реакторов механическими, тепловыми и гидродинамическими усилиями может вызвать образование трещин в антикоррозионных наплавках [21], узлах крепления внутрикорпусных устройств (ВКУ) [9]. Стоимость программ восстановительньих работ после таких крупных аварий, как авария на АЭС Три-майл-Айленд (США, 1979 г.), оценивается примерно в 1 млрд долларов, а время выполнения таких работ достигает не менее 5 лет [19]. Обобщение данных о повреждениях несущих элементов атомных энергетических установок показывает [22], что около 40% обнаруженных трещин связано с циклическими повреждениями, около 30% с коррозионно-механическими, около 17% — с начальной технологической дефектностью. Это свидетельствует о большом числе причин и источников возникновения повреждений, связанных со значительной сложностью как самих конструкций реакторов и технологических процессов при их изготовлении, гак и условий эксплуатации. [c.12]

Известны многочисленные случаи раз-рутиений, аварий и неполадок при изготовлении эксплуатации реакторов. При изготовлении корпуса реактора EDF-1 (Франция) с толщиной стенки 100 мм было отмечено возникновение хрупкой трещины длиной около 10 м в зоне высоких остаточных напряжений от сварки. Наблюдалось возникновение трещин при вварке патрубков. Авария американского реактора SL-1 при эксплуатации произошла в связи с быстрым вьщелением большой мощности при пуске реактора, вызвавшим кипение воды и повышение давления до 140 МПа. Это привело к срезу отводящих и подводящих патрубков, пластической деформации корпуса, характеризуемой увеличением диаметра на 30-100 мм, и нажимного фланца. [c.75]

Первые микрограммовые количества калифорния-249 были накоплены в 1958 году на американском реакторе для испытания материалов. Тогда же синтезированы и первые чистые соединения калифорния — окись fjOg и окси-хлорид fOGl. [c.160]

В настоящее время этот метод уже вышел из стадии лабораторного опробования и используется для изготовления промышленных партий твэлов [95, 102]. Большая партия твэлов длиной 2,44 м и диаметром 12,7 мм была изготовлена для американского реактора PRTR сообщается о подготовке к применению этого метода для изготовления твэлов японского реактора PDR [96]. [c.35]

В качестве теплоносителя для реакторов HTGR в настоящее время используются гелий и СО2 выбор того или иного теплоносителя определяется его стоимостью и типом замедлителя, Однако какой бы выбор ин был сделан, любой охлаждающий газ обладает небольшим замедляющим действием, вследствие чего в активной зоне необходимо использовать дополнительные замедляющие материалы. В американских газоохлаждающих реакторах в качестве замедлителя используется только графит. Использование такого замедлителя не позволяет применять Oj в качестве теплоносителя, поскольку углекислый газ при высокой температуре вступает в реакцию с углеродом, образуя СО. Это, в конце концов, может привести к потере теплоносителя. За пределами США в газоохлаждаемых реакторах используется обычно СО2, поскольку США являются практически единственным производителем гелия (см. гл. 10), а закупка его по импорту из США связана со значительными затратами. [c.175]

В ФРГ семь институтов, занимаются исследованием в области атомной энергетики. Ведутся работы по созданию высокотемпературного реактора мощностью около 1100 МВт (с участием американской компании Гольф дженераль ауомик ). [c.140]

Одно время в среднем один раз в два года физиками синтезировался новый трансурановый химический элемент. В основном эта работа проводилась американскими учеными, но в последние полтора десятилетия больших успехов добились в СССР . После синтезирования в 1964 году курчатовия (Z = 104) в Дубне были синтезированы в 1970 году нильсборий Z = 105), а в 1974 году — элемент с атомным номером 106. Очевидно, что получение новых трансурановых элементов заметно замедляется. Это связано с тем, что уже ядра природных радиоактивных элементов являются весьма неустойчивыми. Следовательно, не удивительно, что трансурановые элементы обладают еще большей неустойчивостью и их все труднее и труднее получать в заметных количествах. Хотя нептуний-239 и плутоний-239 производят в современных ядерных реакторах тоннами, многие другие трансурановые элементы имеются лишь в незначительных количествах, а некоторые были синтезированы лишь в единичных случаях. Конечно, производство трансурановых элементов зависит в некоторой степени от спроса на них как уже говорилось выше, потенциальные свойства калифорния-252 могут со временем привести к его массовому производству для нужд медицины. Но продолжающиеся попытки синтеза новых трансурановых элементов не только вызваны поисками новых полезных веществ. Существует интригующая возможность добраться в этих поисках до острова устойчивости — синтезировать сверхтяжелые элементы, содержащие магическое количество протонов или нейтронов в атомном ядре. Как мы знаем, ядра, содержащие нейтроны или протоны в количествах 2, 8, 20, 50, 82 и 126, исключительно устойчивы (см. стр. 41). Современная теория атомного ядра предсказывает наличие и больших магических чисел , а в этом случае мы попадаем в область трансурановых элементов. В частности, такими устойчивыми ядрами, чей период полураспада оценивается примерно в 1 миллион лет, явля- [c.129]

Ядерная энергетика стала крупным бизнесом ее участие в мировом экспорте в 1974 г. оценивалось в 3,6 млрд. долл, и быстро повышалось только сделка между ФРГ и Бразилией, заключенная в июне 1975 г., связана, как сообщалось, с расходами порядка 55 млрд. долл. Правительство Франции взяло на себя 45 % участия в организации Фраматом , вытеснив американскую компанию Вестингауз как из соображений национальной безопасности, так и по коммерческим причинам Франция считает, что она имеет шансы на ранний выход на рынок быстрых реакторов. Соединенные Штаты играют ведущую роль на современном рынке реакторов сообщалось, что они построили и строят 70 % АЭС в промышленно развитых странах и ежегодно получают от экспорта реакторов 1,5 млрд. долл. Интерес американских фирм в экспорте увеличивался в связи с вялым внутренним рынком, но конкуренция была весьма острой, причем развитые страны оказывают сильное коммерческое давление на развивающиеся страны в 1976 г. в 45 странах были объявлены планы сооружения 257 АЭС. Высказывалось мнение, что можно выделить два типа заказчиков АЭС среди развивающихся стран [c.301]

Монография п. Коэна Технология воды энергетических реакторов написана им для отдела Технической информации Комиссии по атомной энергии США. Следует отметить, что КАЭ систематически заказывает монографии по самым различным вопросам использования атомной энергии для мирных целей в настоящее время под руководством Американского ядер-ного общества выпущена уже целая серия таких монографий и данная книга является частью этой серии. [c.3]

На рис. 103 приведен первый тип такой передачи — один из вариантов известного гидротрансформатора Dynaflow — в том виде, как он применяется американской автомобильной фирмой Bui k. Для этого варианта характерно наличие двух турбин, которые связаны друг с другом планетарной передачей. Обе турбины вращаются совместно, и отношение их чисел оборотов устанавливается принудительно. Турбина Гг постоянно имеет меньшую угловую скорость, чем турбина Т, так что разделение общей ударной скорости на отдельные составляющие при входе в турбину 2 и в реактор уменьшает суммарные потери на удар. [c.233]

Уран можно также извлекать из другого американского сырья, например из фосфатных руд, лигнита, сланцев и монанитового песка 136, стр. 12]. Для этих побочных источников 136. стр. 3721 разработаны процессы извлечения, но они не применяются. С освоемисм различных мест добычи урана, главным образом на плато Колорадо, его производство не лимитирует сооружение ялерных реакторов. [c.824]

На начальном этапе развития ВТГР (американский проект реактора Форт-Сент-Врейн ) его активную зону собирали из графитовых блоков шестигранной формы размером под ключ 360 мм и высотой до 800 мм. Блоки были пронизаны цилиндрическими каналами, в которых размещались топливные компакты наружным диаметром 12,5 мм и высотой 50 мм, и цилиндрические каналы для прохода гелиевого теплоносителя (диаметром 18 мм). Применяли интегральную компоновку парогенераторов и газодувок в корпусе из ПНЖБ. Конструкции реактора и графитового блока представлены соответственно на рис. 2.20 и 2.21. [c.173]

В настоящее время в рамках Российско-американского соглашения ведутся работы по разработке концептуального проекта модульного газоохлаждаемого реактора с прямым газотурбинным циклом ГТ-МГР тепловой мощностью 600 МВт (табл. 2.12). Реактор и компоненты газотурбинной установки размещены в стальных корпусах. В кольцевой активной зоне применены твэлы призматической формы на основе микротоплива с керамическими защитными покрытиями. Этот реактор, помимо выработки электроэнергии в традиционном урановом цикле, обладает универсальными возможностями по сжиганию оружейного плутония до уровня, обеспечивающего невозможность его повторного использования для военных целей. [c.179]

Предприятия, имеющие средства, заказывают проекты на новое оборудование. Для ОАО "Лукойл Пермнефтеоргсинтез" институтом совместно с американской фирмой Лумус-Глобал и институтом ВНИПИнефть, разработан реактор гидрокрекинга, который уже изготовлен и поставлен на предприятие. В настоящее время в институте интенсивно ведется проектирование трубных обвязок установки гидрокрекинга. Графическая часть проекта выполняется с использованием компьютерных технологий. Это работа международного уровня. Для ее выполнения привлечен наш институт. По сути дела, был выигран тендер у других институтов, что подтверждает высокий авторитет ОАО "ИркутскНИИхиммаш" у специалистов и заказчиков. [c.18]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...